Analisi dei risultati 109

I risultati ottenuti da ciascuna analisi, in considerazione delle ipotesi iniziali fatte in particolare per gli spessori e le armature delle pareti adottati (ad es. spessore della parete circa 1 m), evidenzia che il livello di sollecitazione determina il superamento del limite ultimo di elasticità nel caso di BFE superiore o uguale a 20 m, il che indica che le pareti del RB iniziano a subire fenomeni di danneggiamento/ deformazioni che diventano maggiormente rilevanti al crescente dell’altezza dell’onda e della pressione idrostatica/idrodinamica esercitata su di esse.

I risultati ottenuti in termini di transitori di spostamenti (lungo l’asse x, che rappresenta la direzione di impatto delle onde) e di tensioni equivalenti sono rappresentati nelle figure 43-50 seguenti.

La superficie su cui viene applicato il carico di pressione comprende la superficie degli edifici ausiliari e in parte la superficie del corpo cilindrico del RB. Come si osserva dalla fig. 43 i valori di tensione di Von Mises non superano il limite ultimo di elasticità, pertanto le pareti in cemento armato resistono bene alla pressione esercita dal fluido. Invece per quanto concerne gli spostamenti relativi, tali spostamenti possono raggiungere valori dell’ordine del mm.

0,0E+00 5,0E+05 1,0E+06 1,5E+06 2,0E+06 2,5E+06 3,0E+06 3,5E+06 4,0E+06 4,5E+06 0,0 0,1 0,2 0,3 0,4 0,5 Tempo [s] T ens io ne E qui val ent e d i V o n M is es [ P a] Cupola Bassa Cupola Media Cupola Alta Attacco

Cupola Sinistra Bassa Cupola Sinistra Alta Volta Cilindrica Parete Frontale Centro Parete Frontale Destra

Figura 43: Andamento della tensione di Von Mises (caso BFE = 5 m).

2) Caso BFE = 10 m

I risultati ottenuti nell’ipotesi che l’altezza dell’onda sia pari a 10 m e, pertanto, senza impatti sulla cupola (dome) dell’impianto, mostrano che le sollecitazioni esercitate dalla pressione del fluido non determina uno stato di tensione (la cui distribuzione è indicata in Fig. 44) che può comportare la perdita di integrità del RB. Gli spostamenti massimi sono stati localizzati nei punti di impatto dell’onda, all’istante t = 0.05 s, e pari a circa 9 mm, come indicato nella Fig. 45.

Figura 44: Distribuzione delle tensioni di Von Mises (Hmax=10 m).

3) Caso BFE = 15 m

I risultati ottenuti nell’ipotesi che l’altezza dell’onda sia pari a 15 m e, pertanto, con impatto sul dome dell’impianto, mostrano che le sollecitazioni esercitate dalla pressione del fluido seppur maggiori rispetto ai casi precedenti non determinano, comunque, uno stato di tensione (il cui andamento e distribuzione sono indicate rispettivamente in Fig. 46 a, b) che supera il limite ultimo di elasticità per il cemento armato di cui sono costituite le pareti del RB.

In tale caso studio, la parte della struttura in cui si osserva il maggiore spostamento relativo (pari a circa 2 cm) è la parte inferiore del dome (Figs. 47).

Tale spostamento risulta maggiore rispetto a quello dei casi precedenti a causa della maggiore altezza di applicazione del carico di pressione e degli effetti flessionali da esso indotti.

0,0E+00 5,0E+06 1,0E+07 1,5E+07 2,0E+07 2,5E+07 0,0 0,1 0,2 0,3 0,4 0,5 Tempo [s] T en si o ne E q uiva le nte di V o n M ises [Pa] Cupola Bassa Cupola Media Cupola Alta Attacco

Cupola Sinistra Bassa Cupola Sinistra Alta Volta Cilindrica Parete Frontale Centro Parete Frontale Destra

(b)

4) Caso BFE = 20 m

I risultati ottenuti nell’ipotesi di altezza dell’onda pari a 20 m mostrano che le sollecitazioni esercitate dalla pressione del fluido inducono tensioni massime dell’ordine di 30 MPa: tali valori risultano in alcune zone pari o superiore al limite ultimo di elasticità in trazione del cemento armato. La distribuzione delle tensioni indica pertanto che alcune zone del RB iniziano a subire fenomeni di danneggiamento locale (Fig. 48). Lo spostamento maggiore, invece, è risultato circa 5 cm e localizzato nella parte centrale del dome (Fig. 49): il RB si comporta come una trave a mensola.

Figura 49: Distribuzione dello spostamento orizzontale (Hmax=20 m).

5) Caso BFE = 23 m

I risultati ottenuti nell’ipotesi di altezza dell’onda pari a 23 m, altezza che comporta la completa sommersione dell’impianto considerato, mostrano che le sollecitazioni esercitate dalla pressione del fluido inducono tensioni massime dell’ordine di 40 MPa, sebbene la struttura si globalmente soggetta ad un valor medio di tensione inferiore, come visibile in Fig. 50. Tali tensioni indicano che parte della parete del RB inizia a subire fenomeni di danneggiamento locale, quale ad es. la formazione di cricche.

Infine è stato osservato che il valore massimo dello spostamento totale, indotto da un’onda di flooding/tsunami di altezza maggiore di 20 m, è risultato circa pari a 6 cm e localizzato nel dome.

0,0E+00 1,0E+07 2,0E+07 3,0E+07 4,0E+07 5,0E+07 6,0E+07 7,0E+07 0,0 0,1 0,2 0,3 0,4 0,5 Tempo [s] T ens io ne E q ui val ent e di V o n M is es [ P a] Cupola Bassa Cupola Media Cupola Alta Attacco

Cupola Sinistra Bassa Cupola Sinistra Alta Volta Cilindrica Parete Frontale Centro Parete Frontale Destra

(a)

(b)

7. Conclusioni

Nel presente studio sono stati esaminati i progetti di reattori SMR ad oggi in fase di studio e/o sviluppo concettuale o in fase di progetto preliminare, con particolare riferimento a quelli che sembrano avere maggiori possibilità di raggiungere fasi di sviluppo e realizzazione industriale sia per il tipo di concetto che per le scelte politiche e finanziarie dei Paesi in cui sono proposti/promossi.

In particolare modo, dal punto di vista tecnico scientifico, nella scelta dei tipi di SMR da esaminare si è fatto riferimento alle caratteristiche di sicurezza (previste o da adottare), di ridotta complessità e dimensioni del progetto, di manutenzione (qualora informazioni in merito siamo state reperite in letteratura) e di efficienza energetica.

Gli SMRs più importanti, secondo la recente classificazione IAEA, sono stati preliminarmente confrontati da un punto di vista dello sviluppo tecnologico e delle potenzialità di sviluppo e costruzione (secondo quanto indicato dalla US NRC e dalle industrie di settore, gli SMR di cui si prevede la realizzazione nel breve periodo e che sono: W-SMR, m-Power, Nu-Scale, BREST ed ALFRED), in stretta connessione come è stato già accennato con i finanziamenti disponibili per la realizzazione di uno o più esemplari di essi.

Occorre sottolineare che i vari SMRs, che sono stati analizzati, sono stati scelti tenendo conto anche delle valutazioni fatte dagli Enti e dalle Organizzazioni Internazionali ed in base alle informazioni scientifiche documentate e disponibili in letteratura, perché per alcuni di essi non sono tuttora reperibili i dati necessari per una valutazione affidabile indipendente poiché non è ancora sufficientemente dettagliata/sviluppata la progettazione del reattore o dei suoi SSCs o mancano alcune informazioni essenziali relative al BOP di tali SMRs.

Per poter valutare concretamente (nell’ambito di futura seconda parte del presente programma di lavoro) l’adeguatezza dei progetti di reattore prescelti e le possibilità di impiego a tal fine dei mezzi disponibili, in quanto segue è stato analizzato preliminarmente il comportamento dinamico di un SMR (capacità di resistenza delle strutture più importanti per la sicurezza del reattore a fronte di eventi esterni eccezionali BDBAs), quale il già citato reattore IRIS, utilizzando l’approccio deterministico (simulazione numerica) in modo da valutare gli effetti più rilevanti ai fini della sicurezza dell’impianto indotti da un evento esterno naturale, quali il sisma, il flooding/tsunami o eventi naturali eccezionali, secondo le indicazioni/disposizioni WENRA e Comunitarie emanate a fronte dell’incidente catastrofico di Fukushima del 2011.

In particolare l’attenzione è stata rivolta, a titolo di esempio preliminare e più rilevante, al sistema di contenimento esterno che costituisce fisicamente l’ultima barriera di sicurezza capace di prevenire rilasci di radioattività all’ambiente esterno e alla popolazione.

Si ribadisce ancora che la metodologia proposta per valutare la risposta globale dell’impianto si è basata sulle prescrizioni ed indicazioni delle normative internazionali vigenti: nel presente studio è stato applicato, come già detto, un approccio “neo-deterministico” con l’intento di valutare la capacità resistente del reattore nel caso di un evento naturale base di progetto, quale il flooding o il terremoto, di intensità superiore al limite di progetto, o lo tsunami, o la combinazione di entrambi. In ottemperanza alle disposizioni comunitarie indicate nel documento finale sugli stress tests, il carico accidentale indotto dall’evento esterno è stato incrementato progressivamente in modo da valutare ad ogni incremento la risposta dinamica dell’impianto.

Gli effetti strutturali indotti dall’onda di flooding/tsunami sono stati studiati ipotizzando, quindi, differenti altezze dell’onda e calcolando per ognuna di esse i valori di pressione corrispondenti che sono stati utilizzati come input nelle simulazioni numeriche.

Al variare dell‘altezza dell‘onda varia anche la superficie interessata della struttura su cui si esercita la forza di pressione delle onde: tale superficie è, ovviamente, solo quella esposta al fronte di avanzamento del fluido, pertanto nelle valutazioni effettuate la superficie ad essa opposta viene considerata in una condizione ideale di “depressione” (ipotesi che la parte posteriore dell’edificio esposta al fronte d’onda rimanga asciutta nell’istante in cui inizia l’inondazione).

Le differenti altezze d’onda (BFE) considerate nel presente studio sono state: 1) BFE = 5 m;

2) BFE = 10 m; 3) BFE = 15 m; 4) BFE = 20 m;

5) BFE = 23 m (tale altezza rappresenta la completa sommersione del RB);

I fenomeni idrodinamici principali associati all’azione delle onde sono stati analizzati utilizzando le pressioni idrodinamiche corrispondenti e le forze di impatto, la cui intensità è funzione della velocità, dell’altezza dell’onda e della quantità di detriti trasportati.

Le forze di impatto relative a questi ultimi (alcuni dei quali possono essere considerati “missili” veri e propri data l’elevata rigidezza che, generalmente, li contraddistingue) non sono stati considerati nella presente fase dello studio così come i fenomeni secondari riconducibili ad essi ed i

danneggiamenti conseguenti alla totale immersione dell’impianto stesso e delle strutture murarie degli edifici non nucleari.

I risultati e gli aspetti più importanti della valutazione preliminare degli effetti indotti da un flooding/tsunami sono stati quindi presentati ed analizzati criticamente.

I risultati ottenuti nell’ipotesi di altezza dell’onda pari a 20 m hanno mostrato che le sollecitazioni esercitate dalla pressione del fluido inducono in alcune zone del RB valori di tensioni di Von Mises massimi che possono raggiungere 30 MPa circa.

Tale risultato appare ancora più evidente nel caso di BFE pari a 23 m, in cui l’altezza dell’onda comporta la completa sommersione dell’impianto considerato.

Infatti le sollecitazioni esercitate dalla pressione del fluido inducono valori di tensione locali massimi dell’ordine di 40 MPa, sebbene la struttura sia globalmente soggetta ad un valor medio di tensione inferiore (come visibile nella precedente Fig. 50), pari a circa 25MPa. Tale valore di tensione indica che in alcune zone la parete del RB potrebbe iniziare a subire fenomeni di danneggiamento locale del calcestruzzo, quali la formazione di cricche o micro-fessurazioni, ecc.., che comunque globalmente non comportano la perdita di integrità del sistema di contenimento. Per quanto riguarda i valori degli spostamenti relativi calcolati in varie parti del RB (sebbene lo studio abbia avuto essenzialmente lo scopo di una verifica di fattibilità con i mezzi e le competenze disponibili) è stato osservato che la parte della struttura che subisce lo spostamento maggiore è la cupola (dome) del RB nel caso in cui l’altezza dell’onda di tsunami superi i 20 m. Tale spostamento risulta maggiore rispetto a quello calcolato nei casi precedenti (BFE < 20 m) evidentemente a causa della maggiore altezza di applicazione del carico di pressione e degli effetti flessionali da esso indotti.

Infine i risultati ottenuti, seppur preliminari e nelle ipotesi adottate con riferimento al reattore IRIS, hanno sottolineato il ruolo fondamentale della struttura e geometria dei sistemi di contenimento la cui sollecitazione è risultata, come era prevedibile, dipendente dall’altezza dell’onda di flooding ed agli effetti della pressione idrodinamica esercitata sulle pareti.

Ulteriori sviluppi futuri sono auspicabili per questo studio in modo da poter considerare appieno l’impatto delle onde, mediante un’opportuna analisi di più completa interazione fluido-struttura, nonché il già citato effetto dei detriti trasportati dallo tsunami, due aspettientrambi fondamentali per poter valutare in maniera più completa le prestazioni dell’impianto nucleare considerato.

Inoltre, per limitare gli effetti e le conseguenze indotte dal flooding/tsunami, sarebbe anche interessante valutare l’influenza della “bunkerizzazione” degli edifici nucleari e non, dell’impiego di barriere ingegneristiche, da predisporre intorno all’impianto per limitare il rischio di

allagamento/sommersione a causa dell’innalzamento del livello delle onde, nonché l’impiego di SSCs capaci di prevenire, nel caso di questo tipo di incidenti, eventuali sovra pressioni nel sistema di contenimento e l’evoluzione dell’incidente stesso in un incidente di tipo “severo con la fusione del nocciolo ad alta pressione nonché di prevenire le esplosioni di idrogeno.

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9. Curriculum Scientifico del gruppo di ricerca

L’attività di ricerca presentata in questo documento è stata svolta dal gruppo di ricerca CIRTEN- Università di Pisa guidato dal Prof. G. Forasassi e costituito da: Dr. R. Lo Frano, Dott. V. Baudanza e Dott. F. Orlandi.

- Il prof. Giuseppe Forasassi, è stato Docente di Disegno Meccanico e di Costruzioni di Autoveicoli per oltre 10 anni, Prof. Associato ed Ordinario di Progetti e Costruzioni Nucleari, Docente al Corso di Specializzazione ed al Dottorato in Ingegneria Nucleare ed alla Scuola di Specializzazione in Protezione e Sicurezza Industriale,è attualmente Docente di Impianti Nucleari e di Tecnica delle Costruzioni Meccaniche Chimiche e Nucleari nei corsi di Laurea/Laurea Specialistica in Ingegneria Nucleare ed in Ingegneria della Sicurezza Nucleare ed Industriale, nonché docente al corso di Progettazione di Impianti complessi fin dalla sua istituzione nel corso di Laurea in Ingegneria Nucleare e della Sicurezza.

L’attività di ricerca svolta in oltre 35 anni dal prof. Forasassi (documentata in oltre 150 pubblicazioni) ha riguardato essenzialmente lo studio dei problemi di sicurezza e di progetto di componenti degli impianti complessi e nucleari, la sicurezza del trasporto e dello stoccaggio di materiali radioattivi (settore nel quale è anche titolare di un brevetto internazionale ed è responsabile della Stazione di Prova per contenitori che ha realizzato presso l’Università di Pisa con il contributo dell’ENEA) e/o pericolosi e l’analisi di strutture per la protezione e la sicurezza sia nel settore nucleare che in quello industriale.

Nell’ambito dell’attività di ricerca suddetta il Prof. Forasassi è stato (ed è tuttora) responsabile di numerosi contratti di ricerca, anche di consistente importo, con Enti pubblici ed Industrie private, nonché in ambito di Programmi di ricerca comunitari (4th, 5th, 6th e 7th FWPs), e coordinatore nazionale di programmi di interesse nazionale (PRIN) in ambito MIUR in cui è coinvolta la maggioranza delle sedi universitarie nazionali interessate al settore nucleare .

Il prof. Forasassi è (o è stato) membro del Consiglio Direttivo di diverse Associazioni Scientifiche e Tecniche come AIN-SNI (It. Nuclear Society, di cui è vicepresidete), DYMAT , ATA (Automotive Technical Ass.), è membro di ESRA, UIT e membro del Conf. Committee dell’ENS, WNU, è o è stato chairman o membro del comitato scientifico di Conferenze nazionali ed internazionali ed è stato membro di gruppi di lavoro e commissioni internazionali in sede IAEA e EU e Consulente della Commissione di inchiesta per l’Uranio Depleto del Senato della Repubblica. Il prof. Forasassi è attualmente Presidente del Consorzio nazionale CIRTEN (Consorzio Interuniversitario per la

Ricerca Tecnologica Nucleare) a cui l’Università di Pisa partecipa fin dalla fondazione nel 1994, insieme ai Politecnici di Milano e Torino ed alle Università di Padova, Palermo e Roma-La Sapienza.

- Il Dr. Ing. Rosa Lo Frano si è laureata in Ingegneria Nucleare presso l'Università di Pisa nel 2004. Nel 2008 ha conseguito il Dottorato di Ricerca in Ingegneria Nucleare presso l'Università di Pisa. Nel 2007 ha vinto il Premio ENEN Ph.D, come migliore studente di dottorato nel campo della ricerca nucleare, mentre nel 2009 ha ricevuto una menzione speciale e premio da parte della ASME PVP. Dal 2007 è stata/è assistente-docente ai corsi di: Tecniche delle costruzioni meccanica, chimica e nucleari; Progettazione degli impianto complessi. Attualmente è Ricercatore presso la Facoltà di Ingegneria Nucleare dell’Università di Pisa.

Partecipa/ha partecipato ad importanti progetti italiani (PRIN 2007, SOGIN-Ansaldo) ed internazionali (programmi di ricerca comunitari 6th e 7th FWPs) oltre che essere membro di comitati internazionali quali NUGENIA, IGD-TP, INSOTEC, ASME/NED Committee 6 System, Structure, Components Design and Analysis, ecc.

L’attività di ricerca riguarda/ ha riguardato essenzialmente lo studio dei problemi di sicurezza degli impianti nucleari e delle sue strutture in condizioni normali ed incidentali, la progettazione di componenti, il trasporto e stoccaggio di materiale radioattivo, ecc ed è documentata da più di 50 pubblicazioni su riviste e atti di congressi internazionali di settore (http://arp.unipi.it/listedoc.php?lista=ALL&ide=11443&ord=C).

- L’ Ing. Baudanza Vincenzo ha conseguito la laurea specialistica in Ingegneria Energetica presso l’Università di Pisa ed è attualmente assegnatario di una borsa di studio e di approfondimento presso il Dipartimento di Ingegneria Meccanica, Nucleare e della Produzione dell’Università di Pisa